KR101843603B1 - Self-calibrating, highly accurate, long-lived, dual rhodium vanadium emitter nuclear in-core detector - Google Patents
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Abstract
본 발명은 원자로 내에서 장기간 사용되도록 제1 자기 출력형 중성자 검출기를 제2 자기 출력형 중성자 검출기로 보상하는 방법 및 장치를 제공하며, 제2 자기 출력형 중성자 검출기의 이미터 재료는 제1 자기 출력형 중성자 검출기의 제1 이미터 재료의 중성자 흡수 단면적보다 큰 중성자 흡수 단면적을 가지는 것을 특징으로 한다.The present invention provides a method and an apparatus for compensating a first magnetically output type neutron detector with a second magnetically output type neutron detector for use in a reactor for a long term, wherein the emitter material of the second magnetically output type neutron detector comprises a first magnetic output Type neutron detector having a neutron absorption cross-sectional area greater than the neutron absorption cross-sectional area of the first emitter material.
Description
본 발명은 원자로에 사용되는 자기 출력형(self-powered) 로내 중성자 검출기에 관한 것이다. 특히, 본 발명은 운전 중인 원자로의 노심 내에서 보상 기준으로 사용되는 제2 자기 출력형 로내 중성자 검출기에 의해 하나의 자기 출력형 로내 중성자 검출기가 보상되는 방법 및 장치에 관한 것이다.The present invention relates to a self-powered in-neutron detector for use in a reactor. In particular, the present invention relates to a method and apparatus in which one self-powered in-the-loop neutron detector is compensated by a second self-generating in-line neutron detector used as a compensation reference in the core of an operating reactor.
자기 출력형 로내 중성자 검출기는 상업용 핵발전 원자로에서 노심 출력 분포를 측정하는데 사용되는 것으로, 이러한 검출기는 노심 출력과 직접 관계된 중성자 선속을 직접 측정하는 것으로 알려져 있다. 통상, 자기 출력형 로내 중성자 검출기는 원자로 노심 내의 고정 위치에 배치되며, 원자로 핵연료 교환 작업 중에만 교환된다. 고정된 검출기는 전체 노심 주기 중에 동일한 핵연료 집합체 위치에서 동일한 축방향 위치에 유지된다. 다시 말해, 검출기는 노심 내에 핵연료 집합체를 장입한 후 관련 핵연료 집합체의 계측 튜브 내로 삽입되고, 연료 집합체가 노심 내에 재배치되기 전에 해당 계측 튜브로부터 제거된다.Self - powered in - reactor neutron detectors are used to measure the core power distribution in commercial nuclear power reactors, which are known to directly measure the neutron flux directly related to the core output. Typically, self-generating in-the-loop neutron detectors are placed in fixed positions in the reactor core and are only exchanged during nuclear reactor fueling operations. The fixed detectors are held in the same axial position at the same fuel assembly location during the entire core cycle. In other words, the detector is inserted into the metering tube of the associated fuel assembly after loading the nuclear fuel assembly into the core, and removed from the measurement tube before the fuel assembly is relocated in the core.
로내 중성자 검출기, 즉 원자로의 노심 내에 위치된 검출기는 원자로 오퍼레이터가 원자로 노심 상태를 모니터링하고 로외 검출기, 즉 원자로의 노심 외부에 위치된 검출기에 비해 높은 정밀도로 원자로 노심 출력 분포를 계산 및 연속 관찰할 수 있도록 한다. 이것은 열적 한계의 폭을 증가시킴으로써, 보다 높은 허용 가능한 출력 레벨 또는 첨두 계수(peaking factor) 또는 추가적인 동작 공간을 제공하거나, 및/또는 연료 관리에 있어서 융통성을 부가한다.In-reactor neutron detectors, ie detectors located in the reactor core, allow the reactor operator to monitor the reactor core and to calculate and continuously monitor the reactor core power distribution with a high degree of accuracy compared to detectors located outside the core of the reactor . This increases the width of the thermal limit, thereby providing a higher allowable output level or peaking factor or additional operating space, and / or adding flexibility in fuel management.
자기 출력형 로내 중성자 검출기는 미국 특허 제3,375,370호에 개시되어 있다. 해당 자기 출력형 로내 중성자 검출기는 중성자 방사의 결과로써 전자를 방출하는 전도체 재료 또는 반도체 재료로 형성된 이미터와, 중성자 선속에 노출시 이미터에 비해 적은 수의 전자를 발생시키는 콜렉터와, 이미터와 콜렉터 사이의 절연체를 포함한다. 바람직하게, 절연체의 전기적 특성은 연장된 시간 기간 동안 강력한 방사선장에 노출시 거의 변하지 않게 유지된다. 검출기로부터의 신호는 검출기에 의한 중성자 흡수율에 직접 비례하는 것으로 알려져 있다.A self-emitting in-the-loop neutron detector is disclosed in U.S. Patent No. 3,375,370. The self-emitting in-line neutron detector comprises an emitter formed of a conductor material or semiconductor material that emits electrons as a result of neutron radiation, a collector that generates a smaller number of electrons than the emitter when exposed to neutron flux, And an insulator between the collectors. Preferably, the electrical properties of the insulator remain substantially unchanged upon exposure to a strong radiation field for an extended period of time. The signal from the detector is known to be directly proportional to the neutron absorption by the detector.
미국 특허 제3,375,370호의 표 1에서 보여지는 바와 같이, 이미터로서 기능할 수 있는 공지의 재료는 로듐, 바나듐, 알루미늄, 은, 카드듐, 가돌리늄, 코발트 및 스칸듐을 포함하고; 공지의 콜렉터 재료는 알루미늄, 마그네슘, 티타늄, 니켈, 스테인레스 강, 니켈-크롬 합금, 및 지르코늄-알루미늄 합금을 포함하고; 공지의 절연체는 알루미늄 산화물, 지르코늄 산화물, 마그네슘 산화물, 및 실리콘 신화물을 포함한다.Known materials that can function as emitters include rhodium, vanadium, aluminum, silver, cadmium, gadolinium, cobalt, and scandium, as shown in Table 1 of U.S. Patent No. 3,375,370; Known collector materials include aluminum, magnesium, titanium, nickel, stainless steel, nickel-chromium alloys, and zirconium-aluminum alloys; Known insulators include aluminum oxide, zirconium oxide, magnesium oxide, and silicon myth.
이미터는 이미터 원자의 핵에 의한 중성자 포획 후 얻어지는 활성화된 원자핵의 베타 붕괴의 결과로써 전자를 방출하며, 이 경우 베타 붕괴는 포획 생성물에 의한 베타 입자, 즉 전자의 방출에 의한 중성자-양성자 변환을 포함한다. 예를 들면, 로듐 이미터에서, 103Rh 원자핵은 중성자를 흡수하여 104Rh로 변환된다. 이후, 104Rh 원자핵은 베타 붕괴를 경험하면서 감마와 베타 방사선, 즉 감마선 양성자와 전자를 방출한다. 에너지를 얻은 전자의 일부는 이미터를 벗어나서 검출기 피복 내에 모아진다. 중성자 흡수 직후에는 작은 비율의 전자가 이미터를 빠져나가고, 나머지 활성화된 원자핵들은 42초의 반감기로 베타 붕괴를 경험한다.The emitter emits electrons as a result of the beta decay of the activated nucleus obtained after neutron capture by the nuclei of the emitter atoms, in which case the beta decay results in neutron-to-proton conversion due to the release of beta particles, . For example, in a rhodium emitter, 103 Rh nuclei absorb neutrons and are converted to 104 Rh. The 104 Rh nuclei then emit gamma and beta radiation, gamma ray proton and electrons, while experiencing beta decay. Some of the electrons that get the energy are collected in the detector cladding away from the emitter. Immediately after neutron absorption, a small fraction of electrons pass through the emitter, while the remaining activated nuclei undergo beta decay with a half-life of 42 seconds.
검출기 이미터 신호는 통상적으로 증폭되고 디지털화된 후 배경 방사(background emission) 및 이미터 번 업(burn-up) 효과를 보상하도록 처리된다. 로듐 이미터의 경우, 103Rh 원자핵에 의한 중성자 흡수 후 얻어지는 104Rh 원자핵의 베타 붕괴는 원자핵의 원자 번호를 1 만큼 증가시킨다. 따라서, 원자핵은 104Pd(팔라듐-104) 원자핵으로 변형됨으로써 추가의 중성자 흡수에 사용될 수 있는 이미터 내의 103Rh의 양을 감소시킨다. 결국, 이미터에 의해 생성되는 신호는 이미터의 번 업의 결과로써 사용이 줄어든다. 이러한 감소 비율은 로듐과 같이 다른 이미터에 대해 상대적으로 불확실한 소정의 이미터에 대해 잘 알려져 있다.The detector emitter signal is typically amplified and digitized and then processed to compensate for background emission and emitter burn-up effects. In the case of the rhodium emitter, the beta decay of 104 Rh nuclei obtained after neutron absorption by the 103 Rh nuclei increases the atomic number of the nucleus by one. Thus, the nucleus is transformed into a 104 Pd (palladium-104) nucleus, thereby reducing the amount of 103 Rh in the emitter that can be used for further neutron absorption. As a result, the signal generated by the emitter is reduced in use as a result of the emitter's rise. This reduction ratio is well known for certain emitters, such as rhodium, which are relatively uncertain relative to other emitters.
각각의 포획-방사 이벤트가 원자량과 원자 번호의 변화를 가져오므로, 이미터에 의해 생성되는 신호와 이미터의 수명은 이미터 재료의 중성자 흡수 단면적의 함수이다. 따라서, 자기 출력형 로내 중성자 검출기 내의 이미터로서 통상 사용되는 로듐은 바나듐에 의해 생성되는 신호의 대략 15배에 이르는 신호를 생성하지만, 미국 특허 제3,375,370호의 4 칼럼 26-32행과 표 2에서 알 수 있는 바와 같이 바나듐에 비해 크게 낮은 수명을 갖는다.Since each capture-radiation event has a change in atomic mass and atomic number, the lifetime of the signal generated by the emitter and the emitter is a function of the neutron absorption cross-section of the emitter material. Thus, rhodium, which is commonly used as an emitter in a self-emitting in-train neutron detector, produces a signal that is approximately 15 times as high as the signal produced by vanadium, but in U.S. Patent No. 3,375,370, column 4, lines 26-32 and Table 2, As can be seen, it has a significantly lower lifetime than vanadium.
미국 특허 제3,879,612호는 단일 구조체로서 결합되는 중성자 선속 측정을 위한 다중-센서 방사 검출 시스템을 개시하고 있다. 시스템 내의 결합된 단일 구조체는 자기 출력형 검출기와 이온 또는 핵분열 챔버를 포함하는데, 이들은 방사 검출기 프로브로서 원자로 내로 제거 가능하게 삽입되도록 전기적으로 병렬 연결되어 있다. 부하 임피던스에 연결시, 검출 시스템은 오직 자기 출력형 검출기로부터 온 중성자 선속 신호를 제공한다. 부하 임피던스와 전압원에 연결시, 검출 시스템은 본질적으로 이온 또는 핵분열 챔버로부터 온 바로 그 중성자 선속 신호를 제공하는데, 이는 해당 검출기로부터 온 중성자 선속 신호의 경우 자기 출력형 검출기로부터 온 신호보다 실질적으로 크기 때문이다. 자기 출력형 프로브는 전술한 미국 특허 제3,375,370호에 개시된 자기 출력형 로내 중성자 검출기의 방식으로 기능한다. 로듐과 바나듐 이미터를 갖는 자기 출력형 로내 중성자 검출기가 예시되고 있지만, 로듐과 바나듐 이미터를 함께 사용하는 것은 개시되고 있지 않다.U.S. Patent No. 3,879,612 discloses a multi-sensor radiation detection system for neutron flux measurements coupled as a single structure. The combined monolithic structure in the system includes a magnetically output detector and an ion or fissile chamber, which are electrically connected in parallel to be removably inserted into the reactor as a radiation detector probe. When connected to a load impedance, the detection system only provides a neutron flux signal from the magnetically output detector. Upon connection to the load impedance and voltage source, the detection system essentially provides the very neutron flux signal from the ion or fissile chamber, which is substantially larger than the signal from the magnetostrictive detector for the neutron flux signal from that detector to be. The self-emitting probe functions in the manner of a self-emitting in-the-loop neutron detector disclosed in the aforementioned U.S. Patent No. 3,375,370. A self-emitting in-field neutron detector with rhodium and vanadium emitters is exemplified, but the use of rhodium and vanadium emitters together is not disclosed.
미국 특허 제3,904,881호는 중성자 검출기 내에서 이미터 재료의 감마 방사 감도를 보상하는 자기 출력형 중성자 검출기를 개시하고 있다. 각각의 검출기는 감마 방사에 대한 감도가 다른 두 가지 이미터 재료를 포함하는데, 이미터 재료 중 하나 또는 양자는 중성자 선속에도 반응한다. 하나의 구성예에서, 제1 이미터 재료는 중성자 선속과 감마 방사 모두에 반응하는 이미터를 형성하고, 제2 이미터 재료는 중성자 선속에는 거의 반응하지 않고 감마 방사에 반응하는 이미터를 형성하는데, 이러한 두 개의 이미터는 단일의 콜렉터에 의해 수용되고 절연 재료에 의해 분리된다. 검출기 내에서 두 개의 이미터로부터의 신호는 감마 방사로부터 나오는 임의의 신호를 보상하는데 사용된다. 제2 구성예에서, 두 가지 이미터 재료는 하나의 이미터로서 형성되는데, 양자의 재료는 감마 방사에는 반응하지만, 반대인 극성을 가지며, 함께 하나의 이미터를 형성한다. 극성의 차이는 감마 방사 신호를 보상한다. 단일 검출기에 사용되는 두 가지 이미터 재료의 조합은 로듐-바나듐을 포함한다.U.S. Patent No. 3,904,881 discloses a self-emitting neutron detector that compensates for the gamma radiation sensitivity of the emitter material in a neutron detector. Each detector comprises two emitter materials with different sensitivities to gamma radiation, one or both of the emitter materials reacting also in the neutron beam. In one configuration, the first emitter material forms an emitter responsive to both the neutron flux and the gamma radiation, and the second emitter material forms an emitter that reacts to gamma radiation with little reactivity in the neutron beam , These two emitters are received by a single collector and separated by an insulating material. Signals from the two emitters in the detector are used to compensate for any signal coming out of the gamma radiation. In a second configuration example, two emitter materials are formed as one emitter, both of which react to gamma radiation but have opposite polarity and form one emitter together. The difference in polarity compensates for the gamma radiation signal. The combination of the two emitter materials used in the single detector includes rhodium-vanadium.
미국 특허 제4,426,352호는 중성자 검출기 쌍의 어레이를 개시하고 있는데, 여기서 각 쌍은 중성자 선속의 변화에 거의 즉시 반응하는 즉시 반응 검출기와 중성자 선속의 변화의 종료 이후 소정의 시간이 경과 후에만 평형에 도달하는 지연된 반응 중성자 검출기를 포함한다. 검출기의 쌍들은 원자로 노심의 핵연료 유효 길이를 따라 축방향으로 이격되어 있다. 지연된 반응 검출기는 유효 신호를 제공하기 위해 통상 적어도 약 1분을 필요로 하므로, 지연 반응 중성자 검출기는 원자로 제어 또는 안전 채널 내에 사용될 수 없고, 출력 분포의 히스토리와 출력 동작 모드 중의 변화를 제공하는 것으로 제한된다. 개시된 쌍에서, 보다 정확한 지연 반응 검출기는 덜 정확한 즉시 반응 검출기에 대해 통상 연속적인 중성자 선속 보상을 제공한다. 개시된 검출기 쌍은 즉시 반응 하프늄 검출기와 쌍을 이룬 지연된 반응 로듐 검출기를 구비한다. 미국 특허 제4,426,352호에 따르면, 로듐은 전술한 중성자 활성화의 하나의 모드만을 가지며, 정상 상태 조건 하에서 즉시 반응 하프늄으로부터의 신호가 쌍을 이룬 로듐 검출기 신호로부터 유도되는 출력을 사용하여 쉽게 보상될 수 있도록 감손 보상이 충분히 정확하게 허용되도록 천천히 감손된다.U.S. Patent No. 4,426,352 discloses an array of neutron detector pairs wherein each pair reacts almost immediately to changes in the neutron flux and immediately reaches equilibrium only after a predetermined time has elapsed since the end of the change in the reactant detector and neutron flux Lt; RTI ID = 0.0 > neutron detector. ≪ / RTI > The pairs of detectors are axially spaced along the fuel effective length of the reactor core. Delayed reaction detectors typically require at least about one minute to provide a valid signal so that the delayed reaction neutron detector can not be used within a reactor control or safety channel and is limited to providing a change in the history of the output distribution and the output operating mode do. In the disclosed pair, a more accurate delay response detector typically provides continuous neutron flux compensation for less accurate instantaneous reaction detectors. The disclosed detector pair has a delayed reactive rhodium detector paired with an instantaneous reaction hafnium detector. According to U.S. Patent No. 4,426,352, rhodium has only one mode of neutron activation as described above, and under steady-state conditions, the signal from the reaction hafnium immediately under the steady-state conditions can be easily compensated for using the output derived from the paired rhodium detector signal The attenuation compensation is slowly attenuated so that it is allowed to be sufficiently accurate.
미국 특허 제5,251,242호는 여러 개의 독립적이고 비교적 짧은 로듐 검출기와 단일의 전장의 바나듐 계 검출기로 이루어진 검출기 구성의 마케팅을 개시하고 있다. 알려진 바로, 바나듐은 로듐의 경우인 156 반(barns)에 비해 작지만 무시할 수 없는, 2200 m/sec에서 4.5 반으로 알려진 중성자 흡수 단면적을 가진다. 그러나, 상대적으로 무거운 바나듐 이미터는 핵변환에 기인하여 매우 느린 감손만을 경험하면서 유효 신호를 생성하는 것으로 알려졌다. 미국 특허 제5,251,242호에 따르면, 이론상, 중성자 유도된 핵변환에 기인한 로듐 검출기의 감손율을 추적하기 위해 개별 로듐 검출기 섹션에 의해 생성된 신호와 비교되는 기준으로서 긴 바나듐 검출기로부터의 출력 신호를 사용하는 것이 가능할 수 있다. 그러나, 단일의 긴 바나듐 검출기의 출력 신호는 시간적으로 변동하는 복소 축방향 출력 분포의 공간 적분(spatial integral)만을 특징으로 한다. 따라서, 상기 특허는 개별 로듐 검출기 신호를 긴 바나듐 검출기로부터의 신호에 관련시키는 것에 문제가 있음을 개시하고 있다.U.S. Patent No. 5,251,242 discloses the marketing of detector configurations consisting of several independent, relatively short rhodium detectors and a single full field vanadium detector. As is known, vanadium has a neutron absorption cross-sectional area, known to be less than 156 barns in the case of rhodium, but less than 4.5 half at 2200 m / sec, which can not be ignored. However, relatively heavier vanadium emitters are known to produce valid signals while experiencing very slow degradation due to nuclear transformation. According to U.S. Patent No. 5,251,242, theoretically, the output signal from the long vanadium detector is used as a reference to be compared with the signal generated by the individual rhodium detector section to track the decay rate of the rhodium detector due to neutron induced nuclear transformation . However, the output signal of a single long vanadium detector is characterized only by the spatial integral of the temporally varying complex axial power distribution. Thus, the patent discloses a problem in relating individual rhodium detector signals to signals from long vanadium detectors.
대신, 미국 특허 제5,251,242호는 동일한 원자로 어셈블리 내에서 공간적으로 동일한 대응하는 길이의 바나듐 검출기 세그먼트와 함께 원자로 어셈블리 내에서 축방향으로 분포된 백금 검출기 세그먼트의 활용을 개시한다. 바나듐 검출기는 백금 검출기 신호를 보상하여 백금 검출기 반응 신호로부터 붕괴 생성물의 감마선 선속 기여분을 제거하는데 사용된다. 대안적으로, 전장 백금 검출기는 원자로 내의 감마선 반응성의 짧은 백금 세그먼트에 대한 필요한 보상을 결정하기 위해 전장 바나듐 검출기와 쌍을 이뤄 전장의 공간적으로 동일한 바나듐 검출기에 대한 전장의 백금 검출기를 보상한다.Instead, U.S. Patent No. 5,251,242 discloses the utilization of platinum detector segments axially distributed within a reactor assembly with vanadium detector segments spatially equivalent in length within the same reactor assembly. The vanadium detector is used to compensate the platinum detector signal to remove the gamma ray flux contribution of the decay product from the platinum detector response signal. Alternatively, the full-field platinum detector is paired with a full-length vanadium detector to compensate the full-field platinum detector for the spatially identical vanadium detector in the field to determine the necessary compensation for the short platinum segment of gamma-ray reactivity within the reactor.
미국 특허 출원 공개 제2006/0165209호는 동반 바나듐 검출기와 함께 핵연료 집합체의 축방향 길이에 걸쳐 일정한 길이로 코발트 검출기를 배치하는 것은 물론, 동반 바나듐 검출기와 함께 등가의 길이의 감마 에너지 검출기를 핵연료 집합체의 축방향의 간격을 따라 배치하는 종래의 배치를 개시하고 있다.U.S. Patent Application Publication No. 2006/0165209 discloses that a cobalt detector with a certain length over the axial length of the nuclear fuel assembly together with the accompanying vanadium detector as well as a gamma energy detector of equivalent length, In the axial direction.
국제 특허 출원 공개 WO97/13162는 바나듐 중성자 반응 검출기 요소와 바람직하게는 백금인 감마 방사 반응 검출기 요소를 갖는 자기 출력형의 고정식 로내 검출기를 개시하고 있다. 중성자 반응 바나듐 이미터 요소는 낮은 중성자 흡수 단면적을 가지며, 유효 연료 영역의 길이를 확장시킴으로써 전장 원자로 출력을 나타내는 전장 신호를 발생시킨다. 감마 방사 반응 검출기 요소는 다수의 평행한 감마 반응 이미터 요소를 포함하며, 해당 이미터 요소는 바람직하게는 백금이지만, 대안적으로는 지르코늄, 세륨, 탄탈 또는 오스뮴 요소이고, 순차적으로 중성자 반응 이미터 요소와 중복도가 증가됨으로써 유효 연료 영역의 축방향 영역을 형성하고 할당 신호를 생성한다. 노심의 축방향 영역들 각각에 기인하는 중성자 반응 이미터 요소에 의한 전장 신호의 부분은 감마 반응 요소에 의해 생성된 할당 신호의 비율로부터 결정된다. 할당 신호의 비율은 핵분열의 반응물로부터 나오는 지연된 감마 방사으이 효과를 감소시키고, 감마 반응 이미터 요소에 의해 생성된 할당 신호의 해당 성분을 필터링하는 것에 의해 과도 응답이 더 개선되는 것으로 알려져 있다.International Patent Application Publication No. WO 97/13162 discloses a self-emitting type fixed bed detector having a vanadium neutron reaction detector element and preferably a platinum gamma emission detector element. The neutron reactant vanadium emitter element has a low neutron absorption cross-sectional area and expands the length of the effective fuel region to generate a full-field signal representing the full-field reactor output. The gamma radiation response detector element comprises a plurality of parallel gamma-responsive emitter elements, the emitter elements being preferably platinum, but alternatively zirconium, cerium, tantalum or osmium elements, The element and redundancy are increased to form an axial region of the effective fuel region and generate an assignment signal. The portion of the full-length signal due to the neutron response emitter elements originating in each of the axial regions of the core is determined from the ratio of the assignment signal generated by the gamma response element. It is known that the ratio of the assignment signal reduces the effect of delayed gamma radiation from the reactants of the fission and further improves the transient response by filtering the corresponding component of the assignment signal generated by the gamma response emitter element.
짧은 수명의 검출기가 이미터 재료의 감손에 기인하여 유용성이 떨어진 후에 긴 수명의 자기 출력형 로내 중성자 검출기가 사용될 수 있도록, 높은 중성자 흡수 단면적의 자기 출력형 로내 중성자 검출기에 의해 원자로의 운전 중에 긴 수명과 낮은 중성자 흡수 단면적의 자기 출력형 로내 중성자 검출기를 보상하는 종래 기술은 알려진 바 없다.The long life span of the reactor during operation of the reactor by a self-contained in-the-loop neutron detector with a high neutron absorption cross-section, so that a short-life detector can be used after a long- And a self-emitting in-line neutron detector having a low neutron absorption cross-sectional area are not known.
본 발명은 원자로 노심 내에 자기 출력형 중성자 검출기의 쌍을 장기간 사용하기 위해 제1 자기 출력형 중성자 검출기를 제2 자기 출력형 중성자 검출기로 보상하기 위한 방법 및 장치를 제공하는 것을 목적으로 한다. 당업자들이 이해하겠지만, 자기 출력형 중성자 검출기의 수명은 여러 가지 인자의 함수, 주로 중성자 검출기의 총 방사 노출의 함수이다. 결국, 중성자 검출기의 수명은 중성자 검출기의 노심 내 위치 및 축방향 위치에 따라 크게 다를 수 있다. 따라서, 노심 중 비교적 높은 중성자 선속 섹션 내에 위치된 자기 출력형 중성자 검출기는 단 일 주기의 원자로 주기의 수명을 가질 수 있다. 이에 비해, 노심 중 비교적 낮은 중성자 선속 섹션 내에 위치된 자기 출력형 중성자 검출기는 다중 원자로 주기의 수명을 가질 수 있다.SUMMARY OF THE INVENTION It is an object of the present invention to provide a method and an apparatus for compensating for a first magnetic output neutron detector with a second magnetic output neutron detector in order to use a pair of magnetic output neutron detectors in a reactor core for a long time. As will be appreciated by those skilled in the art, the lifetime of a self-emitting neutron detector is a function of various factors, mainly a function of the total radiation exposure of the neutron detector. As a result, the lifetime of the neutron detector may vary greatly depending on the position in the core and the axial position of the neutron detector. Thus, a magnetostrictive neutron detector located in a relatively high neutron flux section in the core may have a lifetime of a single cycle of the reactor cycle. On the other hand, magnetostrictive neutron detectors located in relatively low neutron flux sections in the core can have multiple atomic cycle life.
본 발명의 방법은: 원자로 내에서 적어도 한 쌍의 자기 출력형 중성자 검출기를 중성자 선속에 노출하는 단계를 포함하며, 쌍의 자기 출력형 중성자 검출기 각각은 동일한 중성자 선속에 비례하는 신호를 생성한다. 자기 출력형 중성자 검출기의 쌍은 제1 자기 출력형 중성자 검출기와 제2 자기 출력형 중성자 검출기를 포함한다. 쌍의 제1 및 제2 자기 출력형 중성자 검출기 각각은 이미터와 콜렉터를 포함한다. 각각의 쌍의 제1 자기 출력형 중성자 검출기의 이미터는 제1 이미터 재료를 포함하고, 각각의 쌍의 제2 자기 출력형 중성자 검출기의 이미터는 제2 이미터 재료를 포함하며, 해당 제2 이미터 재료는 제1 이미터 재료의 중성자 흡수 단면적보다 큰 중성자 흡수 단면적을 가진다.The method of the present invention comprises: exposing at least a pair of magnetically-output neutron detectors in the reactor to neutron flux, wherein each of the pair of magnetically-output neutron detectors produces a signal proportional to the same neutron flux. The pair of self-emitting neutron detectors comprises a first magnetically-output-type neutron detector and a second magnetically-output-type neutron detector. Each of the first and second magnetically output neutron detectors of the pair comprises an emitter and a collector. Wherein the emitter of each pair of first magnetically output neutron detectors comprises a first emitter material and the emitter of each pair of second magnetically output neutron detectors comprises a second emitter material, The material has a neutron absorption cross-sectional area that is larger than the neutron absorption cross-sectional area of the first emitter material.
본 발명의 방법에서, 원자로 노심 내에서 동일한 중성자 선속에 대한 제1 및 제2 자기 출력형 중성자 검출기 각각의 반응은 데이터 획득 시스템을 사용하여 동시에 측정되며, 중성자 선속에 응답하여 쌍의 제1 자기 출력형 중성자 검출기에 의해 생성되는 신호는 주어진 이미터 감손에 대해 제1 이미터 재료 관련 열적 중성자 감도를 결정하는데 충분한 기간에 걸쳐 중성자 선속에 응답하여 쌍의 제2 자기 출력형 중성자 검출기에 의해 생성되는 신호로 보상된다.In the method of the present invention, the response of each of the first and second magnetically output neutron detectors to the same neutron flux in the reactor core is measured simultaneously using a data acquisition system, and the first magnetic output of the pair Type neutron detector is adapted to generate a signal generated by a second self-emitting neutron detector of the pair in response to a neutron flux for a period of time sufficient to determine a first emitter material related thermal neutron sensitivity for a given emitter degradation .
바람직하게, 제1 자기 출력형 중성자 검출기의 이미터는 바나듐을 포함하고, 제2 자기 출력형 중성자 검출기의 이미터는 로듐을 포함한다. 바람직하게, 원자로 노심 내의 중성자 선속은 로듐 자기 출력형 중성자 검출기 중의 로듐이 많이 감손될 때까지 로듐 자기 출력형 중성자 검출기로 모니터링되며, 이후 중성자 선속은 보상된 바나듐 자기 출력형 중성자 검출기에 의해 모니터링된다. 바람직하게, 보상된 바나듐 자기 출력형 중성자 검출기로 중성자 선속을 모니터링하는 것은 로듐 검출기의 감도가 약 68%만큼 감손될 때 시작한다. 즉, 중성자에 대한 로듐 검출기의 감도는 검출기 내의 로듐의 감손에 의해 방사 전 검출기의 감도의 약 32%로 감소되었다. 그러나, 보상된 바나듐 자기 출력형 중성자 검출기에 의한 중성자 선속의 모니터링은 로듐 검출기의 감도가 약 80만큼 감손될 때까지 지연될 수 있음을 발견하였다.Preferably, the emitter of the first magnetically output type neutron detector comprises vanadium and the emitter of the second magnetically output type neutron detector comprises rhodium. Preferably, the neutron flux in the reactor core is monitored with a rhodium self-emitting neutron detector until the rhodium in the rhodium self-emitting neutron detector is substantially attenuated, after which the neutron flux is monitored by a compensated vanadium self-emitting neutron detector. Preferably, monitoring the neutron flux with a compensated vanadium self-emitting neutron detector begins when the sensitivity of the rhodium detector is attenuated by about 68%. That is, the sensitivity of the rhodium detector to neutrons was reduced to about 32% of the sensitivity of the pre-emissive detector due to the deterioration of rhodium in the detector. However, monitoring of neutron flux by compensated vanadium self-emitting neutron detectors has been found to be delayed until the sensitivity of the rhodium detector is reduced by about 80.
자기 출력형 중성자 검출기의 감도 감손은 통상 검출기의 재료의 감손과 동일하지 않다. 예를 들면, 로듐 검출기의 68% 감도 감손은 통상 검출기 내의 로듐의 약 80%의 감손에 대응한다.The sensitivity reduction of the self-emitting neutron detector is not usually the same as the deterioration of the material of the detector. For example, a 68% sensitivity degradation of a rhodium detector usually corresponds to a reduction of about 80% of rhodium in the detector.
일단 중성자 선속의 모니터링이 제1 자기 출력형 중성자 검출기로부터 보상된 제1 자기 출력형 중성자 검출기로 전환되면, 감손된 제2 자기 출력형 중성자 검출기의 응답은 보상된 제1 자기 출력형 중성자 검출기로부터의 응답으로 보상될 수 있다.Once the monitoring of the neutron flux is switched from the first magnetically-output-type neutron detector to the compensated first magnetically-output-type neutron detector, the attenuated second magnetically-output-type neutron detector responds to the first magnetically- Can be compensated in response.
본 발명의 장치는 적어도 한 쌍의 자기 출력형 중성자 검출기를 포함하며, 각각의 자기 출력형 중성자 검출기는 중성자 선속에 노출시 해당 중성자 선속에 비례하는 신호를 생성한다. 검출기 쌍은 제1 자기 출력형 중성자 검출기와 제2 자기 출력형 중성자 검출기를 포함하고, 쌍의 제1 및 제2 자기 출력형 중성자 검출기 각각은 이미터와 콜렉터를 포함한다. 각각의 쌍의 제1 자기 출력형 중성자 검출기의 이미터는 제1 이미터 재료를 포함하고, 각각의 쌍의 제2 자기 출력형 중성자 검출기의 이미터는 제2 이미터 재료를 포함하며, 해당 제2 이미터 재료는 제1 이미터 재료의 중성자 흡수 단면적보다 큰 중성자 흡수 단면적을 가진다. 쌍의 양자의 검출기는 쌍으로 된 제1 및 제2 자기 출력형 중성자 검출기가 동일한 중성자 선속장에 노출되도록 원자로 내에 배치된다. 제2 자기 출력형 중성자 검출기는 중성자 선속에 노출시 검출기 쌍의 제1 자기 출력형 중성자 검출기에 대한 보상 신호를 제공한다. 바람직하게, 제1 이미터 재료는 바나듐이고, 제2 이미터 재료는 로듐이다.The apparatus of the present invention comprises at least a pair of magnetically output neutron detectors, each magnetostrictive neutron detector generating a signal proportional to the neutron flux at the time of exposure to the neutron flux. The detector pair includes a first magnetically-output-type neutron detector and a second magnetically-output-type neutron detector, wherein each of the pair of first and second magnetically-output-type neutron detectors comprises an emitter and a collector. Wherein the emitter of each pair of first magnetically output neutron detectors comprises a first emitter material and the emitter of each pair of second magnetically output neutron detectors comprises a second emitter material, The material has a neutron absorption cross-sectional area that is larger than the neutron absorption cross-sectional area of the first emitter material. The pair of detectors is arranged in the reactor so that the paired first and second magnetically output neutron detectors are exposed to the same neutron flux field. The second magnetically output neutron detector provides a compensation signal for the first magnetically output neutron detector of the detector pair upon exposure to the neutron flux. Preferably, the first emitter material is vanadium and the second emitter material is rhodium.
도 1은 본 발명의 장치를 예시하며;
도 2는 다중 검출기를 포함하는 본 발명의 검출기 조립체를 예시하며;
도 3은 도 2에 예시된 검출기 조립체의 3-3에서의 단면도를 나타내며;
도 4는 본 발명에 사용되는 자기 출력형 중성자 검출기를 예시하며;
도 5는 도 4에 예시된 자기 출력형 중성자 검출기의 5-5에서의 단면도를 나타내며;
도 6은 도 4에 예시된 자기 출력형 중성자 검출기의 6-6에서의 단면도를 나타내며;
도 7은 핵연료 집합체의 계측 튜브 내에 위치된 외부 피복 내에 배치된 자기 출력형 검출기의 쌍을 예시하며;
도 8은 로듐 자기 출력형 중성자 검출기와 관련된 소모 전하에 대한 정규화된 감도의 도면을 나타내며;
도 9는 로듐 자기 출력형 중성자 검출기와 관련된 이미터 감손에 대한 정규화된 감도의 도면을 나타낸다.Figure 1 illustrates an apparatus of the present invention;
Figure 2 illustrates a detector assembly of the present invention including multiple detectors;
Figure 3 shows a cross-sectional view at 3-3 of the detector assembly illustrated in Figure 2;
Figure 4 illustrates a self-emitting neutron detector for use in the present invention;
5 shows a cross-sectional view at 5-5 of the magnetostrictive neutron detector illustrated in FIG. 4;
6 shows a cross-sectional view at 6-6 of the magnetostrictive neutron detector illustrated in Fig. 4; Fig.
Figure 7 illustrates a pair of magnetically-output detectors disposed in an outer sheath located within the metering tube of the nuclear fuel assembly;
Figure 8 shows a plot of the normalized sensitivity for the depletion charge associated with the rhodium self-emitting neutron detector;
Figure 9 shows a plot of normalized sensitivity to emitter degeneration associated with a rhodium self-emitting neutron detector.
본 발명은 운전 중인 원자로의 노심 내에서 보상 기준으로 사용되는 제2 자기 출력형 로내 중성자 검출기로부터의 신호를 이용하여 제1 자기 출력형 로내 중성자 검출기가 보상되는 방법 및 장치에 관한 것이다. 바람직하게, 원자로는 가압수형 원자로(pressurized water reactor: PWR) 또는 비등수형 원자로(boiling water reactor:BWR)와 같은 경수로(light water reactor)이다.The present invention relates to a method and apparatus for compensating a neutron detector in a first magnetic output type using a signal from a second self-generating in-line neutron detector used as a compensation reference in the core of an operating reactor. Preferably, the reactor is a light water reactor such as a pressurized water reactor (PWR) or a boiling water reactor (BWR).
바람직하게, 본 발명에 사용되는 자기 출력형 중성자 검출기는 미국 특허 제3,375,370호에 개시된 종류의 검출기이다. 이러한 자기 출력형 중성자 검출기는 중성자 방사의 결과로서 전자를 방출하는 전도체 재료 또는 반도체 재료로 형성된 이미터와, 중성자 선속에 노출시 이미터에 비해 적은 수의 전자를 발생시키는 콜렉터와, 이미터와 콜렉터 사이의 절연체를 포함한다. 바람직하게, 절연체의 전기적 특성은 연장된 기간 동안 강력한 방사선장에 노출시 거의 변하지 않게 유지된다. 당업자들은 이해할 것이지만, 중성자 선속은 각각의 중성자 검출기의 주어진 면적상을 시간 당 통과하는 중성자의 수의 척도이다. 가장 바람직하게, 이미터 재료는 로듐 또는 바나듐이고, 기준 검출기로 사용되는 각각의 로듐 자기 출력형 중성자 검출기는 통상 본 발명에서 보상되는 바나듐 자기 출력형 중성자 검출기와 쌍을 이룬다.Preferably, the self-emitting neutron detector used in the present invention is a detector of the kind disclosed in U.S. Patent No. 3,375,370. Such self-emitting neutron detectors include an emitter formed of a conductor material or semiconductor material that emits electrons as a result of neutron radiation, a collector that generates a smaller number of electrons when exposed to the neutron flux than the emitter, / RTI > Preferably, the electrical properties of the insulator remain substantially unchanged upon exposure to a strong radiation field for extended periods of time. As will be appreciated by those skilled in the art, neutron flux is a measure of the number of neutrons passing through a given area of a respective neutron detector per hour. Most preferably, the emitter material is rhodium or vanadium, and each rhodium self-emitting neutron detector used as a reference detector is paired with a vanadium self-emitting neutron detector, which is typically compensated in the present invention.
바람직하게, 이미터 내의 로듐과 바나듐의 순도는 매우 높아서 가장 바람직하게는 99%를 초과한다. 유용한 절연 재료들이 당업계에 알려져 있는데, 바람직하게는 10 GΩ(100억 Ω)보다 큰 저항을 가진다. 알루미늄 산화물이 특히 유용하고 효과적인 것으로 판명된 바 있다. 전술한 바와 같이, 공지된 콜렉터 재료는 알루미늄, 마그네슘, 티타늄, 니켈, 스테인레스 강, 니켈-크롬 합금 및 지르코늄-알루미늄 합금을 포함한다. 바람직하게, 콜렉터 재료는 Special Metals Corporation으로부터 입수 가능한 INCONEL®600과 같은 니켈계 재료이다. INCONEL®600은 72% 니켓, 14-17% 크롬, 6.0-10% 철, 1% 망간, 0.5% 구리, 0.5% 실리콘, 0.15% 탄소, 0.015% 황을 포함하는 합금이다. 바람직하게, 검출기 조립체의 다발(bundle) 구성을 유지하도록 스페이서로서 동작하고 검출기를 축방향으로 위치시키도록 검출기 조립체 내에 배치된 충전 와이어와, 검출기 신호를 이미터로부터 데이터 획득 시스템으로 전달하도록 이미터에 연결된 리드 와이어는 바람직하게는 INCONEL®600과 같은 니켈계 합금인 콜렉터와 동일한 재료로 형성된다.Preferably, the purity of rhodium and vanadium in the emitter is very high and most preferably exceeds 99%. Useful insulating materials are known in the art and preferably have a resistance greater than 10 G? (10 billion?). Aluminum oxides have proved to be particularly useful and effective. As described above, known collector materials include aluminum, magnesium, titanium, nickel, stainless steel, nickel-chromium alloys, and zirconium-aluminum alloys. Preferably, the collector material is a nickel-based material, such as INCONEL ® 600, available from Special Metals Corporation. INCONEL ® 600 is an alloy containing 72% nickel, 14-17% chromium, 6.0-10% iron, 1% manganese, 0.5% copper, 0.5% silicon, 0.15% carbon and 0.015% sulfur. Preferably, a charging wire disposed within the detector assembly to act as a spacer to maintain the bundle configuration of the detector assembly and to position the detector in the axial direction and a charging wire disposed in the emitter to transfer the detector signal from the emitter to the data acquisition system. The connected lead wire is preferably formed of the same material as the collector, which is a nickel-based alloy such as INCONEL ® 600.
통상, 본 발명에 사용되는 로듐 검출기는 바람직하게는 0.062 인치인 0.054-0.062 인치의 외경과, 이미터와 콜렉터의 내부면 사이의 거리인 0.012 인치의 절연 두께와, 0.018 인치의 로듐 이미터 직경을 가지며, 전체 직경 중 나머지는 콜렉터의 두께이다. 리드 와이어의 직경은 약 0.009 인치이다. 통상의 바나듐 검출기는 약 0.0560-약 0.0824 인치의 외경과, 0.0384 인치인 것이 바람직한 0.0200-0.0384 인치의 바나듐 이미터 직을 가지며, 절연 두께, 콜렉터의 두께 및 리드 와이어 직경은 로듐 검출기의 경우와 거의 동일하다. 로듐 및 바나듐 검출기 양자에 대한 콜렉터의 두께는 통상 약 0.006-약0.010 인치이다. 바람직하게, 로듐과 바나듐 검출기 사이의 거리는 약 0.15-0.30 인치이고, 통상적으로 검출기를 내장하기 위한 연료 집합체의 가이드 튜브와 계측 튜브의 크기와 사용되는 검출기의 갯수에 따라 결정된다.Typically, the rhodium detector used in the present invention preferably has an outer diameter of 0.054-0.062 inches, preferably 0.062 inches, an insulation thickness of 0.012 inches, the distance between the emitter and the inner surface of the collector, and a rhodium emitter diameter of 0.018 inches And the remainder of the total diameter is the thickness of the collector. The diameter of the lead wire is about 0.009 inch. Conventional vanadium detectors have an outer diameter of about 0.0560 to about 0.0824 inches and a vanadium emitter of 0.0200 to 0.0384 inches which is preferably 0.0384 inches and the insulation thickness, collector thickness and lead wire diameter are almost the same as for the rhodium detector Do. The thickness of the collector for both the rhodium and vanadium detectors is typically from about 0.006 to about 0.010 inches. Preferably, the distance between the rhodium and vanadium detectors is about 0.15-0.30 inches, and is usually determined by the size of the guide tube and the measurement tube of the fuel assembly for embedding the detector and the number of detectors used.
본 발명은 로듐/바나듐 쌍에 관해 개시하고 있지만, 본 발명은 이러한 로듐/바나듐 쌍에 제한되지 않는다. 대신, 본 발명은 중성자 반응 검출기들과 검출기 쌍의 수명 연장을 위해 이러한 중성자 반응 검출기들의 상호 보상에 관한 것이다. 바람직하게, 중성자 반응 검출기는 자기 출력형 중성자 검출기이다. 따라서, 본 발명은 보호 시스템에 사용되는 검출기 쌍과 같이 중성자 반응 검출기와 감마 반응 검출기를 포함하고 검출기의 쌍 중 하나의 검출기를 보상하는 종래 기술의 시스템과는 기본적으로 상이하다.Although the present invention discloses a rhodium / vanadium pair, the present invention is not limited to this rhodium / vanadium pair. Instead, the invention relates to the mutual compensation of these neutron response detectors for prolonging the life of the neutron response detectors and detector pairs. Preferably, the neutron response detector is a self-emitting neutron detector. Thus, the present invention is fundamentally different from prior art systems that include a neutron response detector and a gamma response detector, such as detector pairs used in a protection system, and compensate for one of the detector pairs.
유용한 중성자 반응 검출기의 경우, 로듐과 바나듐이 가장 바람직한데, 이는 신호의 크기, 검출기의 예상 수명, 이미터 반응의 단순성 및 순도를 포함하는 이러한 검출기의 바람직한 특성에 기인한다. 또한, 현재, 로듐은 감손 특성의 상세한 지식을 구할 수 있는 유일한 이미터 재료이다. 그러나, 당업자들이 인식하는 바와 같이, 감손 특성의 상세 지식은 다른 이미터 재료에 대해 구해질 것이므로, 본 발명은 로듐과 바나듐 이외의 이미터 재료를 사용하는 검출기에 적용될 수 있다.In the case of useful neutron response detectors, rhodium and vanadium are most preferred due to the desirable characteristics of such a detector, including the size of the signal, the expected lifetime of the detector, the simplicity and purity of the emitter reaction. In addition, rhodium is currently the only emitter material to obtain detailed knowledge of attenuation characteristics. However, as will be appreciated by those skilled in the art, the present invention may be applied to detectors using emitter materials other than rhodium and vanadium, as the detailed knowledge of the attenuation characteristics will be obtained for other emitter materials.
제1 및 제2 자기 출력형 로내 중성자 검출기는 원자로 노심 내에 장기간 사용되도록 쌍으로 되어 있다. 여기에 사용되는 "장기간 사용"이란 용어는 원자로 노심 내의 자기 출력형 로내 중성자 검출기의 위치의 함수이다. 자기 중성자 검출기의 수명은 주로 중성자 검출기의 총 방사 노출인 여러 인자의 함수이다. 결국, 중성자 검출기의 수명은 중성자 검출기의 노심 내 위치 및 축방향 위치에 따라 크게 다를 수 있다. 따라서, 노심 중 비교적 높은 중성자 선속 섹션 내에 위치된 자기 출력형 중성자 검출기는 단 일 주기의 원자로 주기의 수명을 가질 수 있다. 이에 비해, 노심 중 비교적 낮은 중성자 선속 섹션 내에 위치된 자기 출력형 중성자 검출기는 다중 원자로 주기의 수명을 가질 수 있다. 따라서, 노심 중 비교적 높은 중성자 선속 섹션에 노출된 검출기의 경우, 검출기의 "장기간 사용"은 추가의 단일 원자로 주기의 길이일 수 있지만, 비교적 낮은 중성자 선속에 노출시 여러 개의 추가의 원자로 주기의 길이일 수 있다. 당업자들은 중성자 선속이 원자로 노심 내에서 위치에 따라 어떻게 변하는지를 이해할 것이다. 바람직하게, 본 발명의 방법에 따르면, 중성자 검출기의 쌍의 장기간 사용은 다중 원자로 주기를 넘어선다.The first and second self-generating in-line neutron detectors are paired for long term use in the reactor core. As used herein, the term " extended use "is a function of the location of the self-emitting in-the-loop neutron detector in the reactor core. The lifetime of a magnetic neutron detector is a function of several factors, mainly the total radiation exposure of the neutron detector. As a result, the lifetime of the neutron detector may vary greatly depending on the position in the core and the axial position of the neutron detector. Thus, a magnetostrictive neutron detector located in a relatively high neutron flux section in the core may have a lifetime of a single cycle of the reactor cycle. On the other hand, magnetostrictive neutron detectors located in relatively low neutron flux sections in the core can have multiple atomic cycle life. Thus, for detectors exposed to relatively high neutron flux sections in the core, the "extended use" of the detector may be the length of an additional single atomic cycle, but the length of several additional reactor cycles upon exposure to relatively low neutron flux . Those skilled in the art will understand how neutron flux varies with location within the reactor core. Preferably, according to the method of the invention, the long-term use of a pair of neutron detectors exceeds a multiple atomic cycle.
바람직하게, 원자로 노심 내의 핵연료 집합체 내에 적어도 하나의 검출기 쌍이 배치된다. 제2 또는 기준 검출기의 이미터는 제1 또는 피보상 검출기의 이미터보다 중성자 포획을 위한 단면적이 크다. 그러므로, 이미터 재료의 감손 전에 기준 검출기의 유효 수명은 피보정 검출기의 유효 수명보다 상당히 낮다. 추가로, 기준 검출기의 초기 중성자 감손 응답은 피보정 검출기의 초기 중성자 감손 신호보다 상당히 크다. 그러나, 피보정 검출기의 수명이 길어짐에 따라, 피보상 검출기의 낮은 중성자 감손 응답은 결국 피보상 검출기의 중성자 선속에 대한 응답이 기준 검출기의 경우보다 크게 되도록 기준 검출기의 경우보다 더 점진적으로 변한다.Preferably, at least one detector pair is disposed within the nuclear fuel assembly within the reactor core. The emitter of the second or reference detector is larger in cross-sectional area for neutron capture than the emitter of the first or the compensated detector. Therefore, the useful life of the reference detector before the emitter material degradation is significantly lower than the useful life of the compensated detector. In addition, the initial neutron attenuation response of the reference detector is significantly greater than the initial neutron attenuation signal of the calibrated detector. However, as the lifetime of the calibrated detector increases, the low neutron attenuation response of the compensated detector eventually changes more gradually than in the case of the reference detector, so that the response of the compensated detector to neutron flux is greater than that of the reference detector.
바람직하게, 기준 검출기의 이미터 재료는 로듐을 포함하고, 피보상 검출기의 이미터 재료는 바나듐을 포함한다. 그러나, 피보상 검출기의 유효 수명이 기준 검출기의 유효 수명보다 연장되도록, 쌍으로 된 검출기의 상이한 이미터 재료들의 중성자 포획 단면적이 크게 차이가 있으면 자기 출력형 중성자 검출기의 어떤 조합도 본 발명에 사용될 수 있다. 로듐은 기준 검출기의 이미터용 재료로서 바람직한데, 이는 이미터 번 업 특성이 로듐에 대해 잘 알려져 있기 때문이다. 바나듐은 피보상 검출기의 이미터용 재료로서 바람직한데, 이는 바나듐에 의한 중성자 포획과 바나듐의 핵변환이 이미터 재료의 감손을 매우 느리게 하기 때문이다.Preferably, the emitter material of the reference detector comprises rhodium and the emitter material of the compensated detector comprises vanadium. However, if the neutron capture cross-sectional area of the different emitter materials of the paired detectors is significantly different so that the useful life of the compensated detector is longer than the useful life of the reference detector, any combination of magnetostrictive neutron detectors can be used in the present invention have. Rhodium is preferred as the emitter material of the reference detector, since the emitter burnup characteristic is well known for rhodium. Vanadium is desirable as an emitter material for the compensated detector because the neutron capture by vanadium and the nuclear transformation of the vanadium make the depletion of the emitter material very slow.
각각의 쌍의 가준 검출기에 대한 중성자 선속 응답은 이미터 재료가 핵변환됨에 따라 감소되므로, 해당 검출기에 대한 중성자 선속 응답은 덜 신뢰적이 될 것이다. 그러나, 기준 검출기의 감도가 예컨대, 로듐 검출기의 경우 약 68%-약 80% 정도로 크게 감소될 때까지, 제2 검출기는 잘 보상될 것이다. 그러므로, 피보상 검출기는 더 많이 감손된 기준 검출기를 보상하는데 사용될 수 있어서 양방향 보상을 제공한다.Since the neutron flux response for each pair of binaural detectors is reduced as the emitter material is nuclear transformed, the neutron flux response for that detector will be less reliable. However, the second detector will be well compensated until the sensitivity of the reference detector is greatly reduced, e.g., from about 68% to about 80% for a rhodium detector. Therefore, the compensated detector can be used to compensate for a more degraded reference detector, thus providing bi-directional compensation.
다른 중성자-반응 검출기에 의한 중성자-반응 검출기의 보상은 오직 사용량과 그에 따른 검출기의 이미터 감손량에 따라 결정되며, 비교적 간단하다. 보상 과정은 원자로의 운전 중에 거의 연속적으로, 즉 순간순간 수행되며, 보상을 위해 검출기에 대한 중성자 선속의 효과의 정확한 히스토리를 제공한다.The compensation of neutron-reactive detectors by other neutron-reactive detectors is only relatively simple, depending on the usage and hence the emitter depletion of the detector. The compensation process is performed almost continuously during the operation of the reactor, that is, momentarily, and provides an accurate history of the effects of neutron flux on the detector for compensation.
자기 출력형 중성자 검출기는 다음과 같이 보상되는 것이 바람직하다:The self-emitting neutron detector is preferably compensated for as follows:
자기 출력형 중성자 검출기로부터의 신호는 증폭기와 미국 특허 제3,375,370호에 개시된 것과 같은 당업계에 널리 공지된 종류의 신호 포착 회로를 사용하여 증폭 및 측정된다. 바람직하게, 감마 방사에 의해 생성되는 배경 신호는 전치 증폭기 시스템을 사용하여 제거한다. 다시 말해, 이러한 전치 증폭기는 당업자에게 잘 알려진 것이다. 바람직하게는 배경 제거된 측정된 로듐 검출기로부터의 신호는 우선, 로듐에 대해 알려진 감손-보상 상관 관계를 이용하여 등가의 새로운 로듐 검출기에 대해 얻어질 수 있는 신호에 대응하는 신호로 변환된다. 소모되는 전하, 즉 이미터 재료의 응답으로부터 나온 쿨롱 당위의 시간-통합된 측정 신호, 및 재료 감손에 대한 로듐 자기 출력형 중성자 검출기의 감도 변화의 도면이 도 8 및 도 9에 각각 예시된다. 당업자들은 이해할 것이지만, 도 8 및 도 9에 그려진 감도 값은 검출기에 대해 측정된 초기 응답 신호에 의해 나눠진 검출기로부터의 측정된 응답 신호에 대응하는 단위 없는 비율이다. 유사하게, 도 9에 그려진 재료 감손 값은 검출기 내의 초기 이미터 재료의 양에 의해 나눠진 중성자 포획 후 변환된 이미터 재료의 양에 대응하는 단위 없는 비율이다.The signal from the self-emitting neutron detector is amplified and measured using an amplifier and a signal acquisition circuit of a type well known in the art such as that disclosed in U.S. Patent No. 3,375,370. Preferably, the background signal generated by gamma radiation is removed using a preamplifier system. In other words, such a preamplifier is well known to those skilled in the art. Preferably, the signal from the background-removed measured rhodium detector is first converted to a signal corresponding to a signal that can be obtained for an equivalent new rhodium detector using a known impairment-compensated correlation for rhodium. Figures 8 and 9 respectively illustrate the change in sensitivity of the rhodium self-emitter type neutron detector for the time-integrated measurement signal, and the material depletion, in terms of Coulomb's worth from the charge consumed, i.e. the response of the emitter material. As will be appreciated by those skilled in the art, the sensitivity values plotted in Figs. 8 and 9 are the unitless ratio corresponding to the measured response signal from the detector divided by the initial response signal measured for the detector. Similarly, the material depletion value plotted in Fig. 9 is a unitless ratio corresponding to the amount of emitter material converted after neutron capture divided by the amount of initial emitter material in the detector.
이후 감손-보상 신호는 중성자 코드 시스템으로 생성된 변환 인자를 기초로 출력으로 변환된다. 현재, 이러한 목적의 중성자 시스템 대부분은 예컨대 ARCADIA 코드 시스템과 같이 AREVA NP로부터 입수 가능하고 2007년 샌프란시스코 국제 LWR 핵연료 성능 미팅에서 논의된 3차원(3D)의 노심 코드 및 2차원(2D)의 스펙트럼 코드를 포함한다. 3D 노심 코드는 노드에 의한 관심 대상의 실제 전체 노심(real full core)을 시뮬레이션하는데, 각각의 노드는 반경 방향으로 통상 25% 또는 100%이고 축방향으로 약 3-10 인치인 수 인치의 핵연료 집합체의 부분을 나타낸다. 이러한 3D 노심 코드에서 각각의 노드의 요구되는 특성은 2D 스펙트럼 코드와 기본 물리학에 의한 무한 격자 모델과 관심 대상의 노드를 포함하는 핵연료 집합체의 반경 방향 슬라이스에 대한 기계적 데이터를 사용하여 생성된다.The attenuation-compensated signal is then converted to an output based on the conversion factor generated by the neutron code system. Currently, most of these neutron systems for this purpose include three-dimensional (3D) core code and two-dimensional (2D) spectral codes, such as the ARCADIA code system, available from AREVA NP and discussed in the 2007 San Francisco International LWR fuel performance meeting . The 3D core code simulates a real full core of the object of interest by the node, each node having a few inches of nuclear fuel assembly, typically 25% or 100% radially and about 3-10 inches in the axial direction, ≪ / RTI > The required properties of each node in such a 3D core code are generated using 2D data and mechanical data for the radial slice of the fuel assembly including the infinite grid model by the basic physics and the node of interest.
바람직한 보상 과정에서, 역시 배경 제거된 측정된 바나듐 검출기로부터의 신호는 동일한 방식으로 처리된다. 그러나, 바나듐 검출기의 경우, 감손-보상 상관 관계는 아직 알지 못한다. 보상 과정의 시작시, 바나듐 검출기 감도와 바나듐 소모 전하 사이의 감손-보상 상관 관계에 대해, 유효한 총 전하의 추정량에 의해 세팅된 기울기의 초기 추정으로, 통상 선형 관계가 가정된다. 유효한 총 전하 추정량은 새로운 바나듐 검출기의 예상 반응 속도와 새로운 바나듐 검출기로부터의 측정 신호를 사용하여 얻어진다. 이후 얻어지는 출력은 로듐 검출기로부터의 측정 신호에 의해 생성되는 출력과 비교된다. 이후 이러한 비교는 바나듐 및 로듐 검출기에 의해 측정된 신호로부터 변환되는 결과 출력을 매칭하기 위해 반복 처리로써 가정된 기울기를 조정하는데 사용된다.In the preferred compensation process, the signals from the vanadium detector, which are also background removed, are processed in the same way. However, in the case of vanadium detectors, the decay-compensated correlation is not yet known. At the beginning of the compensation process, for a damping-compensated correlation between vanadium detector sensitivity and vanadium depletion charge, a normal linear relationship is assumed, with an initial estimate of the slope set by an estimate of the total charge available. The effective total charge estimate is obtained using the expected reaction rate of the new vanadium detector and the measured signal from the new vanadium detector. The resulting output is then compared to the output produced by the measurement signal from the rhodium detector. This comparison is then used to adjust the slope assumed by the iterative process to match the resulting output that is transformed from the signal measured by the vanadium and rhodium detectors.
시간에 따라, 예컨대 운전의 일 주기 또는 이 주기에 따라 데이터를 축적한 후에는, 바나듐 검출기에 대한 감손-보상 상관 관계의 함수 형태가 바람직하게는 선형 형태로부터 로듐 검출기에 대한 감손-보상 상관 관계의 형태와 유사한 지수 함수 형태로 변화되며, 이로써 해당 형태는 검출기의 물리적 거동을 기초로 이론적으로 더 정확하다. 여러 추가 주기에 걸친 이러한 조정을 계속하는 것에 의해 로듐 검출기의 수명의 종료 시점에 도달하기 전에 바람직한 지수 함수적 형태로써 바나듐 검출기에 대해 상당히 정확한 감손-보상 상관 관계가 얻어진다.After accumulating the data according to time, e.g. one cycle of operation or this period, the function form of the damping-compensating correlation for the vanadium detector is preferably selected from the linear form to the damping-compensating correlation for the rhodium detector The shape changes to an exponential function similar to the shape, so that the shape is theoretically more accurate based on the physical behavior of the detector. By continuing this adjustment over several additional cycles, a fairly accurate attenuation-compensated correlation is obtained for the vanadium detector in the preferred exponential form before reaching the end of the lifetime of the rhodium detector.
중성자 선속에 노출되는 것으로부터 얻어지는 이미터의 동위원소수 밀도 변화의 척도를 제공하는 것 이외에, 검출기에 대한 중성자 선속의 영향의 정확한 히스토리는 중성자 선속에 대한 노출에 기인하여 검출기 응답 변화가 시간에 따라 어떻게 변하는지에 대한 척도를 제공한다. 예를 들면, 바나듐 이미터가 사용되어 소정 시간 동안 소모된 후에는, 바나듐 동위원소수 밀도가 부분적으로 감손되며, 바나듐 검출기 내의 베타 누설 확률(beta escape probability)도 변화된다. 바나듐 이미터가 서서히 감손되도록 바나듐의 중성자 흡수 단면적이 비교적 작으면, 바나듐 이미터에 대한 예상 수명은 로듐 이미터에 비해 크게 연장된다. 바나듐 이미터의 예상 수명에 걸쳐, 검출기의 바나듐 이미터 내의 총 동위원소수 밀도와 해당 밀도의 분포 및 검출기의 절연체 내에 형성된 전위를 포함하는 검출기의 특성은 검출기가 사용될 때 여전히 크게 변할 수 있다. 그러나, 검출기에 대한 중성자 선속의 영향의 정확한 히스토리에 의해, 본 발명의 방법 및 장치는 피보상 검출기가 연장된 기간 동안, 바람직하게는 여러 원자로 주기에 걸쳐 유용한 중성자 관련 신호를 제공할 수 있게 하는 검출기의 보상을 제공한다.In addition to providing a measure of the empirical isotope minority density variation resulting from exposure to neutron flux, an accurate history of the effects of neutron flux on the detector can be obtained by varying the detector response change over time It provides a measure of how it changes. For example, after the vanadium emitter is used and consumed for a predetermined time, the vanadium isotope minority density is partially attenuated and the beta escape probability in the vanadium detector is also changed. If the neutron absorption cross section of the vanadium is relatively small so that the vanadium emitter is gradually attenuated, the expected lifetime for the vanadium emitter is greatly extended compared to the rhodium emitter. Over the expected lifetime of the vanadium emitter, the characteristics of the detector, including the total isotope density of the detector's vanadium emitter and the distribution of the corresponding density, and the potential formed in the insulator of the detector, can still vary greatly when the detector is used. However, due to the precise history of the effect of neutron flux on the detector, the method and apparatus of the present invention enable the compensated detector to provide a neutron related signal that is useful over an extended period of time, Of compensation.
대부분의 종래 기술의 바나듐 자기 출력형 로내 중성자 검출기에 비해, 본 발명에 유용한 바나듐 검출기는 전장이 아니다. 각 검출기 쌍의 바나듐 검출기의 길이는 해당 쌍의 로듐 검출기의 길이와 실질적으로 동일하며, 다시 말하면 통상 약 5-15 인치이지만, 필요에 따라 1 인치보다 크거나 1 인치 미만으로 작을 수 있다. 그러므로, 원자로에 있어서 시간에 따라 변하는 복소 축방향 출력 분포의 공간적 적분만이 특징일 수 있는 단일의 긴 바나듐 검출기의 출력 신호에 관한 미국 특허 제5,251,242호에서 제기된 문제점은 자동적으로 해결되며, 따라서 본 발명에서는 존재하지 않는다.Compared to most prior art vanadium self-emitting in-line neutron detectors, vanadium detectors useful in the present invention are not battlefields. The length of the vanadium detector of each detector pair is substantially the same as the length of the pair of rhodium detectors, that is to say, typically about 5-15 inches, but may be as small as less than 1 inch or as much as 1 inch as needed. Therefore, the problem raised in U.S. Patent No. 5,251,242 to the output signal of a single long vanadium detector, in which only the spatial integration of the time-varying complex axial power distribution in the reactor can be characterized, is automatically resolved, It does not exist in the invention.
바람직하게, 본 발명에서, 바람직하게는 각각 로듐 및 바나듐인 기준 검출기와 피보상 검출기 모두는 거의 모든 감마 방사-유도 배경 신호를 제거하는 리드 쌍(twin leads)을 가짐으로써 검출기들은 감마 방사에 의해 영향을 받지 않는 중성자 선속에 대해 응답을 제공한다. 바람직하게, 감마 방사 배경 신호는 전치 증폭기 회로를 사용하여 검출기 신호로부터 제거된다. 대안적으로, 감마 방사 배경 신호는 데이터 획득 시스템에서의 알고리즘을 이용하여 검출기 신호로부터 제거될 수 잇다.Preferably, in the present invention both the reference detector and the compensated detector, which are preferably rhodium and vanadium, respectively, have twin leads that eliminate almost all gamma radiation-induced background signals, so that the detectors are affected by gamma radiation To the neutron flux. Preferably, the gamma-radiation background signal is removed from the detector signal using a preamplifier circuit. Alternatively, the gamma-radiation background signal can be removed from the detector signal using an algorithm in the data acquisition system.
또한, 바나듐 검출기인 것이 바람직한 피보상 검출기는 비록 종래 기술의 전장 검출기보다 상당히 짧지만 최대의 가능한 신호를 제공하도록 가능한 많은 이미터 재료를 제공하는 방식으로 마련된다.Also, a compensated detector, preferably a vanadium detector, is provided in a manner that provides as much emitter material as possible to provide the greatest possible signal, although considerably shorter than the full field detector of the prior art.
본 발명은 바나듐 검출기와 같은 피보상 검출기의 신호 세기와 수명 간의 관계를 제공하며, 이는 로듐 검출기와 같은 기준 검출기의 신호 세기와 수명 사이의 알려진 관계가 보다 높은 수준의 이미터 소모로 확장될 수 있게 한다. 즉, 제2 검출기 또는 기준 검출기의 출력을 이용하여 일단 제1 검출기 또는 피보상 검출기가 보상되면, 피보상 검출기는 감손된 기준 검출기를 재보상하는데 사용될 수 있으므로 기준 검출기의 유효 수명을 연장할 수 있다. 이것은 양방향 보상을 제공한다. 단지 필요한 것은 기준 검출기가 로듐 자기 출력형 중성자 검출기에 대해 도 8 및 도 9에 예시된 것과 같은 이미터 감손 특성을 알고 있는 것이다.The present invention provides a relationship between the signal strength and lifetime of a compensated detector such as a vanadium detector, which allows a known relationship between signal strength and lifetime of a reference detector, such as a rhodium detector, to be extended to a higher level of emitter consumption do. That is, once the first detector or the compensated detector is compensated using the output of the second detector or the reference detector, the compensated detector can be used to re-compensate the deteriorated reference detector so that the useful life of the reference detector can be extended . This provides bidirectional compensation. What is only needed is that the reference detector is aware of the emitter deterioration characteristics as illustrated in Figures 8 and 9 for the rhodium self-emitting neutron detector.
본 발명에 따른 장치는 도 1에 예시된다. 도 1은 로내 선속 모니터링 시스템(17)이 로내 계측 탱크(11)와 원자로 용기 하부 커버(42)를 통해 원자로 노심(10)에 접근하는 전형적인 원자로 구성을 예시한다. 본 발명은 로내 탱크 대신에 "밀봉 테이블"을 가지고 로내 선속 모니터링 시스템이 원자로 용기 하부 커버(42) 대신에 원자로 용기 상부 커버(41)를 통해 접근하는 다른 종류의 원자로에 사용될 수 있다. 본 발명은 임의의 종류의 원자로에 적용 가능하고, 그 안에서 기능할 것이다.An apparatus according to the invention is illustrated in Fig. Figure 1 illustrates a typical reactor configuration in which an in-row flux monitoring system 17 approaches the
도 1에 예시된 바와 같이, 로내 선속 모니터링 시스템(17)은 원자로 운전 중에 고정되고 연속적으로 노심 중성자 선속을 측정한다. 중성자 선속 측정은 노심(10) 내의 선택된 위치에 배치된 검출기 조립체(12)로부터 얻어진다.As illustrated in FIG. 1, in-row flux monitoring system 17 measures the core neutron flux during a reactor operation in a fixed and continuous manner. Neutron flux measurements are obtained from
도 2 및 도 3은 본 발명에 따른 검출기 조립체 구성을 예시하는데, 도 4에 도시된 종류의 자기 출력형 중성자 검출기를 여러 쌍 포함한다. 도 3에 예시된 자기 출력형 중성자 검출기(25)의 쌍들은 원자로 노심의 모니터링을 위해 필요한 바와 같이 노심(10) 내의 다른 축방향 높이에서 선속을 측정하기 위해 검출기 조립체(12)에서 다른 축방향 높이에 위치된다. 각각의 검출기 조립체(12)는 핵연료 집합체의 계측 튜브 내로 삽입된다. 도 1에 예시된 바와 같이, 가이드 튜브(14)는 핵연료 집합체(43)의 바닥으로부터 원자로 용기 하부 커버(42)를 통해 연장되고, 로내 계측 탱크(11) 또는 밀봉 테이블에서 종료된다. 도 2에 예시된 바와 같이, 검출기 조립체(12)는 밀봉부를 제공하고 원자로 운전 중 원자로 냉각수의 손실을 방지하도록 적절한 설계의 압력 경계 플랜지(16)를 포함할 것이다. 당업자들은 검출기 조립체의 외경의 경우 검출기 조립체가 가이드 튜브와 계측 튜브 내로 삽입될 수 있도록 형성되어야 함을 이해할 것이다.Figures 2 and 3 illustrate a detector assembly configuration in accordance with the present invention, including multiple pairs of self-emitting neutron detectors of the type shown in Figure 4. The pairs of
도 2 및 도 3에 예시된 검출기 조립체(12)는 도 4에 도시된 검출기로서 도 1에 예시된 노심(10)의 유효 핵연료 높이의 길이를 따라 축방향으로 이격된 다수의 자기 출력형 중성자 검출기(15)를 포함한다. 바람직하게, 도 3에 예시된 바와 같이, 검출기들은 외부 피복(24) 내에 배열된다. 보다 바람직하게, 이들 검출기들은 튜브, 고체 와이어 또는 중심 배치된 열전쌍인 것이 바람직한 중심 부재(23) 주변에 배열된다. 외부 피복(24) 및 중심 부재로서 튜브 또는 고체 와이어의 재료는 콜렉터에 사용 가능한 임의의 재료이고, 바람직하게는 콜렉터의 재료와 같은 재료이다. 예시된 바와 같이, 검출기 조립체(12)는 로듐 검출기(15')와 바나듐 검출기(15")를 포함한다. 각 쌍의 자기 출력형 중성자 검출기(25)의 경우, 로듐 검출기(15')와 바나듐 검출기(15")는 동일한 검출기 조립체(12) 내에 포함되고 동일한 축방향(수직 방향) 높이에 배치됨으로써 자기 출력형 중성자 검출기 쌍(25)을 형성한다. 도 7에 예시된 바와 같이 바나듐 검출기(15")을 동일 쌍의 로듐 검출기(15')로부터 횡방향(가로 방향)으로 멀리 배치하는 것은 동일 쌍의 로듐 검출기의 출력을 이용하여 바나듐 검출기의 정확한 보상을 제공하여 높은 정밀도와 긴 수명이 조합된 검출기를 제공한다. 소정의 실시예에서, 검출기 조립체(12) 내의 검출기의 총 갯수와 검출기 조립체(12)의 크기(직경)을 줄이기 위해, 검출기 조립체(12) 내의 최상위 및 최하위 축방향 위치는 해당 위치에서의 로듐 검출기의 소모가 로듐 검출기의 유효 수명에 도달되지 않도록 해당 축방향 위치에서의 선속이 크게 낮다면 오직 로듐 자기 출력형 중성자 검출기(15')만을 포함할 수 있다.The
도 3에 예시된 바와 같이, 검출기 조립체 내에는 검출기 조립체(12)의 외부 피복(24) 내에 (핵연료) 다발 구성을 유지하고 검출기를 축방향으로 배치하도록 스페이서로서 동작하는 충전 와이어(22)가 배치된다. 도 4에 예시된 바와 같이, 도 3에 예시되고 검출기 조립체(12) 내에 배치되는 종류의 자기 출력형 중성자 검출기(15) 내에 이미터(31)가 배치된다. 자기 출력형 중성자 검출기(15)는 검출기 콜렉터(30)로서 기능하는 외부 피복을 구비하여 자기 출력형 중성자 검출기의 중성자 감지 요소, 즉 이미터(31)를 내장한다. 이미터(31)는 로듐 또는 바나듐인 것이 바람직하다. 자기 출력형 중성자 검출기(15)는 이미터(31)에 연결되어 해당 이터(31)로부터 검출기 신호를 전달하는 리드 와이어(21)를 가진다. 자기 출력형 중성자 검출기(15)는 이미터(31)와는 절연되고 배경 감마 방사 신호를 전달하는 리드 와이어(20)도 포함한다. 양자의 리드 와이어(20, 21)는 콜렉터(30) 내에 배치된 알루미늄 산화물과 같은 세라믹 절연체(32)에 의해 둘러싸여 있다. 도 5 및 도 6은 도 4에 도시된 검출기(15)의 상세를 단면도로 나타낸다.3, a
원자로 내에서 중성자 선속에 노출되면, 중성자는 자기 출력형 중성자 검출기(15', 15")의 이미터(31) 내의 이미터 원자의 원자핵에 의해 흡수됨으로써 원자핵이 핵변형되고 베타 붕괴가 일어난다. 방출된 베타 전자 중 적어도 일부는 콜렉터(30)에 의해 흡수되어 검출기 리드 와이어(21)에 전류를 발생시킨다. 동시에, 배경 감마 방사의 결과로써 통상 리드 와이어(21)에 전류가 발생된다. 바람직하게, 이미터(31)와는 절연된 리드 와이어(20)에 감마 방사 신호가 발생된다. 리드 와이어(21) 내의 신호로부터 리드 와이어(20) 내의 배경 감마 방사 신호를 제거하는 것에 의해, 자기 출력형 중성자 검출기(15', 15")로부터 중성자 선속에 비례하는 신호가 바람직하게 얻어진다.Upon exposure to a neutron flux in the reactor, the neutrons are absorbed by the nuclei of the emitter atoms in the emitter (31) of the self-emitting neutron detectors (15 ', 15 "), thereby nucleating the nucleus and causing beta decay. At least a portion of the beta electrons that have been absorbed by the
자기 출력형 중성자 검출기(15', 15")는 임의의 주어진 시간에 실질적으로 동일한 중성자 선속에 노출된다. 따라서, 임의의 주어진 시간에서 자기 출력형 중성자 검출기(15', 15")에 의해 생성된 신호 각각은 중성자 선속에 비례하지만, 기준 및 피보상 검출기의 이미터들의 특성 차이에 기인하여 다른 진폭을 가질 것이다. 기준 및 피보상 검출기에 의해 생성되는 신호 간의 관계가 결정되는 것에 의해 피보상 검출기의 감손 특성이 정해짐으로서 피보상 검출기가 보상될 수 있다.The self
본 발명은 자기 출력형 중성자 검출기의 쌍(25)에 관해 전술되었다. 그러나, 각각의 검출기 조립체는 통상 적어도 4개의 검출기, 즉 그 중 2개의 검출기는 제1 쌍(25)을 형성하고 나머지 2개의 검출기는 제2 쌍(25)을 형성하는 4개의 검출기를 포함한다. 바람직하게, 검출기 조립체는 12개의 검출기를 포함하는데, 그중 10개의 검출기는 5개 쌍(25)을 형성하고 검출기들 중 2개는 전술한 바와 같이 개별 검출기이다. 보다 바람직하게, 각 쌍의 제1 검출기는 바나듐 이미터를 포함하고, 해당 바나듐 이미터를 보상하는데 사용되는 로듐 이미터를 갖는 제2 검출기와 쌍을 이룬다. 가장 바람직하게, 개별 검출기는 로듐 이미터를 포함한다.The present invention has been described above with respect to a pair of self-emitting neutron detectors (25). However, each detector assembly typically includes at least four detectors, four detectors of which two detectors form a
Claims (9)
원자로 내에서 적어도 한 쌍의 자기 출력형 중성자 검출기를 중성자 선속에 노출하는 단계로서,
상기 쌍의 자기 출력형 중성자 검출기 각각은 동일한 중성자 선속에 비례하는 신호를 생성하고,
상기 쌍은 제1 자기 출력형 중성자 검출기와 제2 자기 출력형 중성자 검출기를 포함하고,
상기 쌍의 자기 출력형 중성자 검출기 각각은 이미터와 콜렉터를 포함하고,
각각의 상기 쌍의 상기 제1 자기 출력형 중성자 검출기의 이미터는 제1 이미터 재료를 포함하고, 각각의 상기 쌍의 상기 제2 자기 출력형 중성자 검출기의 이미터는 제2 이미터 재료를 포함하며,
상기 제2 이미터 재료는 상기 제1 이미터 재료의 중성자 흡수 단면적보다 큰 중성자 흡수 단면적을 가지는, 그러한 노출 단계와;
원자로 노심 내에서 동일한 중성자 선속에 대한 상기 제1 및 제2 자기 출력형 중성자 검출기 각각의 응답을 동시 측정하는 단계와;
중성자 선속에 응답하여 상기 쌍의 상기 제1 자기 출력형 중성자 검출기에 의해 생성되는 신호를, 주어진 이미터 감손에 대해 상기 제1 이미터 재료의 열적 중성자 감도를 결정하는데 충분한 기간에 걸쳐 중성자 선속에 응답하여 상기 쌍의 상기 제2 자기 출력형 중성자 검출기에 의해 생성되는 상기 신호로 보상하는 단계
를 포함하는 방법.A method of compensating the first magnetically output neutron detector with the second magnetically output neutron detector for a prolonged use of a pair of first and second magnetically output neutron detectors in a reactor core,
Exposing at least a pair of magnetically-output neutron detectors in the reactor to neutron flux,
Each of said pairs of self-powered neutron detectors producing a signal proportional to the same neutron flux,
Said pair comprising a first magnetically-output-type neutron detector and a second magnetically-output-type neutron detector,
Each of the pair of self-emitting neutron detectors comprising an emitter and a collector,
Wherein the emitter of the first magnetically output neutron detector of each pair comprises a first emitter material and the emitter of the second magnetically output type neutron detector of each pair comprises a second emitter material,
The second emitter material having a neutron absorption cross-sectional area greater than the neutron absorption cross-sectional area of the first emitter material;
Simultaneously measuring responses of each of said first and second magnetically output neutron detectors to the same neutron flux in a reactor core;
Responsive to neutron flux in response to a signal generated by the first magnetically output neutron detector of the pair over a period of time sufficient to determine a thermal neutron sensitivity of the first emitter material for a given emitter depletion And compensating with the signal generated by the second magnetically output neutron detector of the pair
≪ / RTI >
원자로 내에서 적어도 한 쌍의 자기 출력형 중성자 검출기를 중성자 선속에 노출하는 단계로서,
상기 쌍의 자기 출력형 중성자 검출기 각각은 동일한 중성자 선속에 비례하는 신호를 생성하고,
상기 쌍은 바나듐 이미터를 갖는 제1 자기 출력형 중성자 검출기와 로듐 이미터를 갖는 제2 자기 출력형 중성자 검출기를 포함하는, 그러한 노출 단계와;
원자로 노심 내에서 동일한 중성자 선속에 대한 상기 제1 및 제2 자기 출력형 중성자 검출기 각각의 응답을 동시 측정하는 단계와;
중성자 선속에 응답하여 상기 쌍의 상기 제1 자기 출력형 중성자 검출기에 의해 생성되는 신호를, 주어진 바나듐 이미터 감손에 대해 상기 바나듐 이미터의 재료의 열적 중성자 감도를 결정하는데 충분한 기간에 걸쳐 중성자 선속에 응답하여 상기 쌍의 상기 제2 자기 출력형 중성자 검출기에 의해 생성되는 상기 신호로 보상하여, 보상된 바나듐 검출기를 제공하는 단계
를 포함하는 방법.A method of compensating a self-emitting neutron detector with a vanadium emitter with the second self-emitting neutron detector having a rhodium emitter for a prolonged use of a pair of first and second magnetically output neutron detectors in a reactor core,
Exposing at least a pair of magnetically-output neutron detectors in the reactor to neutron flux,
Each of said pairs of self-powered neutron detectors producing a signal proportional to the same neutron flux,
Said pair comprising a first magnetically output type neutron detector having a vanadium emitter and a second magnetically output type neutron detector having a rhodium emitter;
Simultaneously measuring responses of each of said first and second magnetically output neutron detectors to the same neutron flux in a reactor core;
A method of detecting neutrons in a neutron beam in response to neutron flux, comprising: applying a signal generated by the first magnetically output neutron detector of the pair to a neutron flux for a period sufficient to determine thermal neutron sensitivity of the material of the vanadium emitter for a given vanadium emitter depletion Responsive to said signal generated by said second magnetically output neutron detector of said pair to provide a compensated vanadium detector
≪ / RTI >
상기 장치는 적어도 한 쌍의 자기 출력형 중성자 검출기를 포함하며, 각각의 상기 자기 출력형 중성자 검출기는 중성자 선속에 노출시 중성자 선속에 비례하는 신호를 생성하고;
상기 쌍은 제1 자기 출력형 중성자 검출기와 제2 자기 출력형 중성자 검출기를 포함하고;
상기 쌍의 상기 제1 및 제2 자기 출력형 중성자 검출기 각각은 이미터와 콜렉터를 포함하고;
각각의 쌍의 상기 제1 자기 출력형 중성자 검출기의 이미터는 제1 이미터 재료를 포함하고, 각각의 쌍의 상기 제2 자기 출력형 중성자 검출기의 이미터는 제2 이미터 재료를 포함하며,
상기 제2 이미터 재료는 상기 제1 이미터 재료의 중성자 흡수 단면적보다 큰 중성자 흡수 단면적을 가지며;
상기 쌍의 양자의 검출기는 쌍으로 된 제1 및 제2 자기 출력형 중성자 검출기가 동일한 중성자 선속장에 노출되도록 원자로 내에 배치되며;
상기 제2 자기 출력형 중성자 검출기는 중성자 선속에 노출시 상기 쌍의 상기 제1 자기 출력형 중성자 검출기에 대한 보상 신호를 제공하고,
중성자 선속에 응답하여 상기 쌍의 상기 제1 자기 출력형 중성자 검출기에 의해 생성되는 신호를, 주어진 이미터 감손에 대해 상기 제1 이미터 재료의 열적 중성자 감도를 결정하는데 충분한 기간에 걸쳐 중성자 선속에 응답하여 상기 쌍의 상기 제2 자기 출력형 중성자 검출기에 의해 생성되는 상기 신호로 보상하도록 구성되는 것을 특징으로 하는 장치.An apparatus for detecting and measuring the nuclear neutron flux density in an operating reactor,
The apparatus comprising at least a pair of magnet output neutron detectors, each magnet output neutron detector generating a signal proportional to neutron flux upon exposure to neutron flux;
Said pair comprising a first magnetically-output-type neutron detector and a second magnetically-output-type neutron detector;
Each of said first and second magnetically output neutron detectors comprises an emitter and a collector;
Wherein each pair of emitters of the first magnetically output type neutron detector comprises a first emitter material and each pair of emitters of the second magnetically output type neutron detector comprises a second emitter material,
Said second emitter material having a neutron absorption cross-sectional area greater than the neutron absorption cross-sectional area of said first emitter material;
The pair of both detectors being arranged in the reactor such that the paired first and second magnetically output neutron detectors are exposed to the same neutron flux field;
Wherein the second magnetically output neutron detector provides a compensation signal for the first magnetically output neutron detector of the pair upon exposure to neutron flux,
Responsive to neutron flux in response to a signal generated by the first magnetically output neutron detector of the pair over a period of time sufficient to determine a thermal neutron sensitivity of the first emitter material for a given emitter depletion And to compensate for the signal generated by the second magnetically output neutron detector of the pair.
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